模塊式高溫氣冷堆核電站

第1章高溫氣冷堆總體概念
1.1概述
1.2未來可持續(xù)發(fā)展的能源技術(shù)
1.3HTR的基本特性
1.4模塊式HTR在能源經(jīng)濟中的應用
1.5模塊式HTR的安全性
1.6模塊式HTR的燃料元件
1.7中間和最終貯存
1.8HTRPM項目概況
1.9HTR的發(fā)展概況
參考文獻
第2章堆芯布置的物理問題
2.1概述
2.2模塊式HTR臨界及中子平衡的估計
2.3反射層的影響
2.4反應性系數(shù)
2.4.1需要考慮的原則
2.4.2溫度反應性系數(shù)
2.5反應性補償?shù)男枨蠛涂刂瓢魞r值
2.6反射層中的快中子注量
2.7球流行為對燃耗的影響
2.8反應堆堆芯中燃料、中子注量率和功率密度的分布
2.9核反應堆的動態(tài)原理
2.9.1總體概況
2.9.2動態(tài)方程
2.9.3動態(tài)方程的簡化解
2.10堆芯物理布置的程序系統(tǒng)
2.11堆芯的布置和設計
2.11.1堆芯和燃料元件的設計及其概況
2.11.2各種堆芯參數(shù)的討論
2.12首次裝料的物理特性和球床堆芯的運行
2.13球床堆芯的卸載
參考文獻
第3章堆芯布置的熱工水力學問題
3.1堆芯內(nèi)的發(fā)熱
3.2堆芯的熱功率
3.3關(guān)于冷卻劑氦氣的一些數(shù)據(jù)
3.4堆芯熱工水力學的基本方程
3.5堆芯中氦冷卻劑的溫升
3.6燃料元件溫度分布
3.7球床堆芯中的熱傳導
3.8堆芯和反射層結(jié)構(gòu)中的阻力降
3.9模塊式HTR堆芯熱工水力學的特殊問題
3.9.1通過堆芯后熱氦氣的混合
3.9.2堆芯冷卻旁流的影響
3.9.3功率密度計算的不確定性及其他熱工水力學問題
3.9.4燃料溫度的測量
3.9.5堆芯內(nèi)構(gòu)件的γ發(fā)熱和冷卻
3.10堆芯設計的原則
3.11幾種HTR反應堆中堆芯冷卻數(shù)據(jù)的比較
3.12反應堆在熱工水力學方面的比較
參考文獻
 
 
 
第4章燃料元件
4.1概述
4.2HTR燃料元件的配置和設計
4.3HTR燃料元件中的溫度分布
4.4燃料元件的輻照行為
4.5燃料元件的應力
4.6燃料元件的腐蝕行為
4.7正常運行時燃料元件裂變產(chǎn)物的釋放
4.8球形燃料元件的類型
4.9HTR燃料元件運行的進一步經(jīng)驗
4.10LWR和HTR燃料元件的比較
參考文獻
第5章反應堆部件
5.1概述
5.2堆內(nèi)構(gòu)件
5.2.1堆內(nèi)構(gòu)件概況
5.2.2堆內(nèi)構(gòu)件的技術(shù)問題
5.2.3堆內(nèi)構(gòu)件的載荷
5.2.4石墨及其輻照行為
5.2.5運行期間反射層結(jié)構(gòu)的分析結(jié)果
5.3一回路邊界
5.3.1一回路邊界概況
5.3.2一回路壓力殼的尺寸和材料
5.3.3反應堆壓力殼的中子輻照和設計
5.3.4反應堆壓力殼的活化
5.4模塊式HTR壓力殼與其他反應堆設備的比較
5.5停堆和控制系統(tǒng)
5.5.1反應性概況
5.5.2HTR停堆系統(tǒng)的反應性當量
5.5.3控制和停堆系統(tǒng)的技術(shù)概念
5.6燃料裝卸系統(tǒng)
5.6.1概況
5.6.2燃料元件裝卸技術(shù)
5.6.3燃料裝卸的替代方案
5.6.4燃料裝卸運行的一些特殊問題
5.7堆芯參數(shù)的測量裝置
5.7.1中子注量率的測量
5.7.2堆芯熱工水力參數(shù)的測量
參考文獻
第6章氦回路中的設備
6.1概述
6.2熱氣導管
6.2.1設備簡介
6.2.2技術(shù)方面
6.3蒸汽發(fā)生器
6.3.1設備的一般說明
6.3.2熱工水力學原理 
6.3.3阻力降
6.3.4蒸汽發(fā)生器的流動穩(wěn)定性
6.3.5蒸汽發(fā)生器傳熱管的機械設計
6.3.6氣冷反應堆蒸汽發(fā)生器的經(jīng)驗
6.4氦風機
6.4.1熱工水力學概況
6.4.2氦風機的技術(shù)
6.4.3氦風機的概念
6.5氣體凈化系統(tǒng)
6.5.1概況
6.5.2氣體凈化的概念
6.5.3氣體凈化系統(tǒng)的實驗
6.6載出衰變熱的氦回路
6.7氦輔助系統(tǒng)
6.7.1概況
6.7.2氦輔助回路
6.7.3氦回路的測量
6.8反應堆的保護系統(tǒng)
參考文獻
第7章反應堆安全殼構(gòu)筑物
7.1一般性說明和要求
7.2LWR和HTR安全殼或安全殼構(gòu)筑物
7.3HTR反應堆安全殼構(gòu)筑物設計概念概況
7.4目前HTR反應堆安全殼構(gòu)筑物概況
7.5過去對安全殼的計劃工作
參考文獻
第8章動力轉(zhuǎn)換循環(huán)
8.1流程概況
8.2蒸汽循環(huán)的熱工水力學原理
8.3汽輪機
8.4冷凝和冷卻系統(tǒng)
8.5給水預熱系統(tǒng)和給水泵
8.6蒸汽循環(huán)的優(yōu)化
8.7蒸汽循環(huán)的潛力
8.8采用蒸汽循環(huán)的熱電聯(lián)供流程
參考文獻
第9章運行問題
9.1電廠運行要求和條件概述
9.2燃耗和高價同位素的產(chǎn)生
9.2.1燃耗
9.2.2高價同位素的產(chǎn)生
9.3裂變產(chǎn)物存量
9.4整個電廠的動態(tài)方程
9.4.1原理概述
9.4.2動態(tài)方程組
9.4.3評估動態(tài)問題的程序系統(tǒng)
9.5動態(tài)方程的應用
9.6模塊式HTR的控制和運行
9.6.1模塊式HTR的控制
9.6.2HTR的運行
9.7氙的動態(tài)和釤對反應性的影響
9.8正常運行期間衰變熱的載出
9.8.1衰變熱的產(chǎn)生
9.8.2衰變熱載出的原則
9.8.3模塊式HTR正常運行時衰變熱的載出
9.9正常運行時放射性物質(zhì)的釋放
9.10模塊式HTR的廢物管理
參考文獻
第10章安全和事故分析
10.1一般性說明
10.2相關(guān)事故概況
10.3失去冷卻劑事故
10.4能動衰變熱載出完全失效
10.4.1衰變熱產(chǎn)生和衰變熱能動載出
10.4.2各種失去能動衰變熱載出情況的概述
10.4.3正常氦壓力下衰變熱的自發(fā)載出
10.4.4失壓反應堆自發(fā)衰變熱的載出(外表面冷卻器處于工作狀態(tài))
10.4.5自發(fā)衰變熱載出概念相關(guān)參數(shù)的討論
10.4.6反應堆衰變熱自發(fā)載出、完全失去堆芯能動冷卻和表面冷卻器的失效
10.4.7事故中堆芯溫度和反應性狀態(tài)的變化
10.4.8極端事故下衰變熱的自發(fā)載出(反應堆被碎石覆蓋)
10.5反應性事故
10.5.1概況
10.5.2模塊式HTR的極端反應性事故
10.5.3堆芯進水和慢化比的變化
10.5.4對反應性事故的一般思考
10.6水進入一回路系統(tǒng)的事故
10.6.1事故的概況和后果
10.6.2對進入一回路系統(tǒng)水量的估計
10.6.3蒸汽/石墨反應的熱力學平衡原理
10.6.4蒸汽對石墨的腐蝕反應速率
10.6.5水進入高溫球床的一些技術(shù)問題
10.6.6一回路壓力的升高
10.6.7水進入反應堆過程中氣體的形成
10.6.8進水的反應性效應
10.6.9對進水事故的評估
10.7空氣進入一回路
10.7.1進空氣事故的概述
10.7.2反應的熱力學平衡
10.7.3空氣與石墨的反應速度
10.7.4進空氣事故的后果
10.7.5大量空氣進入HTR一回路系統(tǒng)的考慮
10.7.6進空氣事故分析的結(jié)果
10.7.7降低進空氣事故不良后果危害性的進一步方案
10.8蒸汽循環(huán)二次側(cè)的事故
10.8.1概況
10.8.2主蒸汽管道的斷裂
10.8.3汽輪機發(fā)電機系統(tǒng)的失效及汽輪機甩負荷
10.9外部事件對反應堆電廠的影響
10.9.1概況
10.9.2飛機撞擊
10.9.3地震
10.10事故過程中裂變產(chǎn)物的釋放
10.10.1放射性源項概述
10.10.2電廠整個壽命運行期間裂變產(chǎn)物的釋放(第1源項)
10.10.3堆芯升溫事故期間裂變產(chǎn)物的釋放(第2源項)
10.10.4從堆芯釋放的放射性向環(huán)境的遷移
10.10.5放射性源項分析的結(jié)論
10.11事故的放射性后果和風險
10.11.1風險概述
10.11.2土地污染的危害性
10.11.3模塊式HTR事故造成的劑量率
10.11.4核技術(shù)造成風險的一般性評述
參考文獻
第11章燃料循環(huán)和廢物管理
11.1概述
11.2燃料元件的制造
11.3乏燃料元件的中間貯存
11.4乏燃料元件中間貯存的事故
11.5乏燃料元件的最終貯存
11.6防核擴散及核安保
參考文獻
第12章電廠的經(jīng)濟性和優(yōu)化問題
12.1概述
12.2計算發(fā)電成本的方程
12.3投資成本和資本因子
12.4效率和等效滿功率運行小時數(shù)
12.5燃料供應和廢物管理的成本
12.6發(fā)電的總成本
12.7各種發(fā)電廠發(fā)電成本和成本敏感性的比較
12.8成本的上漲和評價方法
12.9發(fā)電的外部成本
12.10新發(fā)展的核電廠概念的投資成本
參考文獻
第13章HTR技術(shù)的發(fā)展
13.1概述
13.2關(guān)于已運行的電廠
13.2.1概況
13.2.2UHTREX項目和EGCR電廠
13.2.3AVR電廠
13.2.4龍堆
13.2.5桃花谷反應堆
13.2.6THTR
13.2.7圣·弗倫堡反應堆
13.3已有規(guī)劃的HTR電廠
13.3.1概況
13.3.2PR 500
13.3.3HHT參考反應堆
13.3.4HTR 500反應堆
13.3.5HTGR 1160反應堆
13.3.6PNP原型反應堆
13.4模塊式反應堆概念
13.5運行中的模塊式HTR
13.5.1概況
13.5.2HTTR反應堆
13.5.3HTR10反應堆
13.6計劃的新HTR電廠
13.6.1概況
13.6.2MHGR 600電廠
13.6.3PBMR概念
13.6.4ANTARES項目
13.7反應堆概念的分析和評價
參考文獻
第14章模塊式HTR安全性的實驗結(jié)果
14.1概述
14.2衰變熱自發(fā)載出原理的評價實驗
14.2.1傳熱過程和重要參數(shù)
14.2.2球床堆芯內(nèi)等效導熱系數(shù)的測量
14.2.3結(jié)構(gòu)中通過熱輻射和自然對流的傳熱
14.2.4輻照反射層石墨的傳熱
14.2.5反應堆壓力殼表面向外部熱阱的傳熱實驗
14.2.6反應堆壓力殼(鍛鋼)表面?zhèn)鳠嶂帘砻胬鋮s器的實驗
14.2.7混凝土結(jié)構(gòu)作為儲熱的熱阱及其衰變熱載出行為
14.2.8AVR反應堆衰變熱自發(fā)載出的整體實驗(反應堆在壓力下)
14.2.9AVR反應堆中衰變熱自發(fā)載出的總體實驗(反應堆失壓)
14.3模塊式HTR堆芯反應性行為的驗證
14.3.1堆芯反應性系數(shù)的一般情況
14.3.2HTR中反應性系數(shù)的測量
14.3.3AVR中的實驗： Vierstab Klemmversuch(全部4根停堆棒卡棒)
14.3.4HTR10反應堆的ATWS實驗
14.3.5用于驗證計算機程序的次臨界實驗
14.3.6測量球床堆芯物理參數(shù)的PROTEUS實驗
14.4水進入一回路系統(tǒng)的實驗
14.4.1概況
14.4.2進水期間腐蝕速率的測量
14.4.3進水的整體實驗
14.4.4SUPERNOVA實驗裝置
14.4.5SEAT實驗
14.4.6進水事故中氣溶膠的實驗
14.4.7氦回路失壓和蒸汽冷凝實驗
14.4.8AVR的進水事故
14.5空氣進入一回路系統(tǒng)的實驗
14.5.1概況
14.5.2實驗室實驗中石墨腐蝕速率的測量
14.5.3用于測量與球床布置中參數(shù)相關(guān)性的VELUNA腐蝕實驗
14.5.4測量HTR結(jié)構(gòu)中空氣流量的實驗
14.5.5堆芯中的自然對流和腐蝕實驗
14.5.6實驗裝置SUPERNOVA(空氣進入)
14.5.7進空氣期間氣溶膠的形成
14.6裂變產(chǎn)物的行為
14.6.1HTR中冷卻劑穩(wěn)態(tài)活性的測量 
14.6.2AVR輻照燃料元件的加熱實驗(KFA裝置)
14.6.3堆外回路SMOC
14.6.4KORA實驗
14.7針對HTR電廠安全的專項實驗
14.7.1概況
14.7.2有關(guān)球床堆芯地震下行為的實驗
14.7.3失壓事故后一回路系統(tǒng)與內(nèi)混凝土艙室間的氣體交換
14.8中間儲罐的實驗
參考文獻
第15章HTR未來的發(fā)展
15.1核技術(shù)的總體要求及未來發(fā)展的可能性
15.2模塊式HTR中更高熱功率的實現(xiàn)
15.3采用OTTO循環(huán)實現(xiàn)非常高的氦氣溫度
15.4燃料元件的改進
15.5防破裂的一回路邊界
15.5.1原理概述
15.5.2“基本安全”反應堆壓力殼的原理
15.5.3鍛鋼殼破裂的預防
15.5.4預應力反應堆壓力殼的原理概念
15.5.5預應力混凝土反應堆壓力殼
15.5.6鑄鐵預應力反應堆壓力殼
15.5.7鑄鋼預應力反應堆壓力殼
15.5.8安全殼后面的儲存系統(tǒng)
15.5.9反應堆安全殼構(gòu)筑物的地下布置
15.6釷燃料循環(huán)和增殖效應
15.7具有非常長半衰期的同位素的轉(zhuǎn)化
15.8乏燃料元件中間貯存的改進概念
15.9乏燃料元件或高放射性廢物最終貯存的改進概念
15.10球床VHTR——未來工藝熱利用的概念
參考文獻